福島第一原子力発電所における炉心溶融事故を解析した。簡易水位計算モデルを用いて水位挙動を計算し、水位以上の炉心部分の蓄積エネルギーを崩壊熱と水ー金属反応熱を熱源として計算することにより、炉心到達温度及び炉心溶融割合を求めた。

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PWRの全交流電源喪失時のシビアアクシデント防止AMは、補助給水で2次系から1次系冷却・減圧を図ることとしている。これに関連し、残留水の活用の有効性・最適化を検討した。

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福島第一原子力発電所の事故を拡大させた津波に起因する全電源喪失とヒートシンクの喪失に対して、TMI-2事故およびチェルノブイリ事故の教訓から小型の空気冷却系による崩壊熱除去とさらに深層防護の観点から欧州で普及しているフィルタードベントの効用について考察し、我が国の原子力発電所の一層の安全性向上のために提案する。

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原子炉圧力容器鋼の溶接熱影響部(HAZ)に対する監視試験片の必要性判断に資するため、不純物元素等の含有率を調整した圧力容器鋼の母材や再現HAZ材等の中性子照射試験を実施した。硬さ、引張特性、ミニシャルピー遷移温度、破壊靱性等の機械的性質について、照射脆化感受性に及ぼす不純物元素含有率や金属組織等の影響に関するデータを得た。HAZの特性として、初期状態では母材より靭性が高く、照射による硬化及び脆化は母材とほぼ同等であるが、局所的に母材より大きな脆化を示す部位が存在する可能性があること等を明らかにした。

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原子炉圧力容器鋼の溶接熱影響部(HAZ)に対する監視試験片の必要性判断に資するため、原子力機構にて開発してきた確率論的破壊力学解析コードPASCAL3に、多層盛溶接によるHAZの非均質性な材料特性分布や、HAZ組織ごとの破壊靱性のばらつき等を考慮可能な確率論的構造健全性評価手法を導入した。前報までに報告した母材及びHAZ組織ごとの中性子照射前後の材料特性試験結果を基に感度解析を行い、母材に比べて低靭性な組織が連続して存在する場合、その領域の破壊確率は母材に比べて高くなる等の知見が得られた。

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国内外の加圧水型原子炉では、原子炉容器上蓋貫通部やホットレグ等のNi基合金溶接部において一次冷却水応力腐食割れ（PWSCC）が多数発生し、沸騰水型原子炉でもシュラウドサポート等のNi基合金においてSCC（NiSCC）が発見されている。これらのSCC発生時間や進展速度は大きくばらつくため、合理的に構造健全性を評価するためには確率論的破壊力学（PFM）が有用である。このため原子力機構では、Ni基合金及びその溶接部の破損確率を解析するPASCAL-NP（PFM Analysis of Structural Components in Aging LWR - NiSCC / PWSCC）コードの開発を進めてきた。本報では、米国Davis-Besse原子炉容器上蓋におけるPWSCC損傷事例を取上げ、有限要素法による溶接残留応力解析結果を基にPASCAL-NPを用いて実施した破損確率解析結果を述べる。

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地震時における原子力発電所のリスクを考える際に、地震により誘発される機器故障、地震起因の火災、および地震起因の内部溢水のリスクがそれぞれ単独に評価されはじめてきている。本報では、一般的に考慮されている地震により誘発される機器故障に加え、地震起因の火災および地震起因の内部溢水を同時に考慮したモデルを作成し、そのリスクを炉心損傷頻度として評価することで、この影響について検討を行う。

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前報告（その3）では，構造物の耐震裕度と地震リスクの関係に基づき，構造物の損傷度曲線の傾きを規定するパラメータ（不確実さβ）を考慮しつつ，目標リスクレベルを実現できる地震ハザード曲線（等価KH）の考え方を提案した。本報告では，日本国内の複数地域を対象にこの等価KHの地理的分布を表現する地震リスクマップ試算例を報告する。

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免震型原子力発電施設の応答は、免震層と上部建屋それぞれの応答特性に影響される。その応答特性の不確かさに起因するフラジリティ評価の不確実性について の検討・評価を行った。

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次世代軽水炉や高速炉の安全にとって溶融炉新の流動固化挙動を解析することは重要な課題である。本研究ではMPS法溶融凝固モデルを開発し、その妥当性を過去の実験と比較検証する。さらにコアキャッチャーなどでの燃料流動固化挙動を解析する。

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　固相を伴う融体の侵入固化挙動に対する高速炉安全解析コードSIMMER-IIIの基本的な妥当性を検証するため、低融点合金を用いて７本ピン束流路で実施した融体固化実験を解析した。その結果、SIMMER-IIIが、融体中に存在する固体粒子の融体の侵入距離及び固化・閉塞挙動に与える影響特性を適切に再現することを確認した。

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固化を伴う融体ー構造熱伝達現象について、粒子法を基本とする熱流 動計算に格子法を用いた熱伝導計算を結合することで計算負荷を低減した数値シ ミュレーション手法を開発し、融体固化実験の解析によりその妥当性を検証した。

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小破断LOCA時高圧注入系(HPI)不作動事象におけるアクシデントマネジメント「２次系強制冷却による低圧注入」解析へ統計的手法の適用を進めている。まずはPIRTを作成するとともに、重要現象の解析結果への影響を確認した。

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受動的安全機能及び免震システムを備えたナトリウム冷却高速炉の炉心損傷頻度の評価を可能とするため、レベル１PSA手法の開発を開始した。本報では、全体計画の概要及び受動的炉停止機構を考慮した炉停止失敗事象の評価を報告する。

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受動的安全機能の解析モデルを構築するため、評価対象事象を選定し、SASSの不作動要因及び自然循環による崩壊熱除去の阻害要因を重要度ランキングテーブルを用いて抽出し、その中か不確実さパラメータを選定した。

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免震装置として代表的な積層ゴムは，変形量が大きくなると，水平方向にハードニング，上下方向にソフトニングが生じることが知られている．ここでは，それらの非線形性が原子炉建屋や内部機器に与える影響をシミュレーション解析により検討する．また，非線形性のばらつきが与える影響を検討する．

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本研究では、免震システムを備えたナトリウム冷却高速炉における機器の損傷確率について、免震システムの非線形特性を考慮した評価手法の開発を行っている。本報では、免震システムにおける損傷確率における代表値（フラジリティにおける横軸）および機器応答の不確実さの影響について検討した結果を報告する。

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ナトリウム冷却高速炉における炉心崩壊事故の影響緩和方策として、崩壊熱で溶融し炉心から流出した燃料を炉容器下部プレナムの受皿上で保持することが検討されている。この方策の導入には、溶融炉心燃料が受皿に到達する前に微粒子状の固化物になることの確認が必要である。本研究では、10kg程度の溶融アルミナをナトリウム中へ流出させる試験を実施し、液柱状の溶融アルミナが微粒化によって崩壊するまでの距離を把握した。

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ナトリウム冷却高速炉の炉心崩壊事故の影響緩和方策として、溶融炉心物質の炉心外への流出を促進する内部ダクト付き燃料集合体の導入が検討されている。本発表ではナトリウム炉外試験及び炉内試験の結果を基に、溶融炉心物質を上向きに流出させる設計方策の有効性について説明する。

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The application of uncertainty methodologies is increasing in the nuclear field. Often, even though the methodology is validated and correct, a wrong estimation of the assumptions (e.g. input parameters' uncertainty) might lead to not completely correct results and plant expectations during the postulated accident. The paper addresses a rational and rigorous evaluation of the uncertainty parameters for fuel disruption during a FBR ULOF transient.

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高速炉のULOF遷移過程の上限エナジェティクスを評価するために、現象相関ダイアグラム(PRD)を用いた手法を提案する。

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JNESで整備している高速増殖炉シビアアクシデント格納施設応答解析コードAZORESを用いて、地震時の主要な事象である崩壊熱除去失敗事象及び未臨界確保失敗事象を対象として炉心損傷挙動を解析し、その解析結果に基づく炉心領域における再臨界挙動から反応度挿入率を検討した結果を報告する。

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もんじゅ高性能炉心等の安全審査におけるクロスチェック解析に用いるため、JNESで開発中の統合的炉心損傷挙動解析コードASTERIA-FBRについて、その基幹モジュールの一つである、燃料挙動計算部FEMAXI-FBRの整備状況を報告する。 本件は昨年度春の年会で発表した内容の続報であるが、今回はFEMAXI-FBRを単独で用い、高速炉燃料に対する定常照射および事故時燃料挙動に関する既往試験結果や、SAS4Aコードとの比較検討を行った内容を報告する。

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JNESでは、高速炉蒸気発生器伝熱管破損で生じる中規模の水リーク時の高温ラプチャ事象を解析する手法を開発している。本手法では、熱流動解析部に汎用CFDコードを用い、外部関数としてナトリウム‐水反応化学式を導入する。本発表では、その第一段階である液中ジェットモデルと界面面積モデルの整備を報告する。

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JNESでは、高速炉蒸気発生器伝熱管破損で生じる中規模の水リーク時の高温ラプチャ事象を解析する手法を開発している。本手法では、熱流動解析部に汎用CFDコードを用い、外部関数としてナトリウム‐水反応化学式を導入する。ここでは、本開発の基本計画の他、適応する2相流モデルの紹介を行う。

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SFBR事故時の液体ナトリウム中へのセシウム移行量を実験的に明らかにするために、実験装置の開発を行った。

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JNESは、FBR実用炉の設置許可申請に対する安全審査の基本要件に関する検討を行っている。FBR実用炉の安全審査を適切に行うためには、_丸1_技術的に発生するとは考えられない事象（5項事象）の位置づけ、_丸2_ナトリウムと化学的な同族故に気相への移行量が大きいセシウム（Cs)の立地評価での位置づけ、_丸3_発電・超長半減期核種の消滅・水素製造などの多目的利用、などに関する審査要件を明確にすることが重要である。ここでは、5項事象で考えられる炉心損傷時の再臨界事象に着目し、FBR実用炉の安全審査での評価対象となり得る即発臨界を含む再臨界事象評価の考え方を検討した結果を報告する。

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第4世代原子炉に関わる国際フォーラム(GIF)において、概念設計及び関連R&Dが先行的に進展しているナトリウム冷却高速炉(SFR)を対象に、開発参加国間で共通の安全設計クライテリア(SDC)を構築する活動が開始された。本シリース゛発表では、SFRに共通となる安全要件や設計拡張状態の考え方と、SDC構築に向けたロート゛マッフ゜についてまとめる。

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ナトリウム冷却高速炉(SFR)は、その安全確保の基本的な考え方は軽水炉と共通であるが、炉心構成が最大反応度体系にないこと、優れた伝熱特性を有するが化学的に活性なナトリウム冷却材を使用すること等、軽水炉と異なった特徴を有する。本発表では、GIFの安全設計クライテリアに盛り込むべきSFRの安全要件の考え方について、軽水炉との共通点／相違点の観点から説明する。

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各国のナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全審査では、設計基準を超える事象の評価として炉心損傷事象(CDA)が取扱われてきている。将来のSFRの設計では従来の設計基準事象に加えて設計拡張状態を設定し、CDAに対する炉心損傷の防止と炉心損傷の影響緩和のための設計方策を導入することで第4世代原子炉の開発目標を達成することを目指している。設計拡張状態の考え方と具体的な設計要求の検討状況について報告する。

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日本原子力研究開発機構システム計算科学センターでは、原子力プラントの全容解析を目指し、原子力施設の3次元仮想振動台の研究開発を実施している。本講演では、これまでに開発してきた大規模複雑構造となる原子力施設の多数の部品を組み合わせるために必要な組立構造解析技術の概要、および、現在取り組んでいる非弾性を扱うための構造解析技術、構造解析と流体解析を連成させるための方法論等について、その概要を述べる。

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日本原子力研究開発機構では、原子力プラントの全容解析を目指し、原子力施設の3次元仮想振動台の研究開発を実施している。本講演では、原子力施設の複数部品を組み合わせて構造解析する組立構造解析と流体解析を連成させるための方法論、機構のスパコンBX900への実装、簡易モデルへの適用、実行結果について述べる。

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地震時における原子力施設内の様々な流動現象は原子力施設全体の地震時挙動に大きな影響を及ぼすことが指摘されている。よって，現在構造解析機能のみを有する3次元仮想振動台に流体効果を取り入れる手法を開発している。具体的にはオープンソースである熱流動解析ツールOpenFOAMをベースに，構造側の移動・変形を境界条件の変化として捉えるImmersed Boundary法を用いた流体・構造連成解析機能を３次元仮想振動台に付加することを目標としている。

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スロッシングをはじめとした、地震時のプラント挙動に影響を及ぼす気液二相乱流の特性シミュレーション技術を開発している。オープンソースコードOpenFOAMの導入整備を進め、解析精度や並列化効率を検討するとともに、気液二相界面近傍でのエネルギー散逸や構造への衝撃圧に及ぼす乱流効果を明らかにした。

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格子-粒子ハイブリッド法は機構論的気液二相流解析手法の一つである。これまで同手法のプラットフォームをオープンソースの汎用流体解析ソフトOpenFOAMに移行し、３次元でのモデル化に取り組んできた。同手法の３次元モデルにおける基礎研究について発表する。

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600合金製の蒸気発生器を有する米国や欧州の一部PWRプラントで、炉心の軸方向出力分布に異常を生じるAxial Offset Anomaly(AOA)が発生している。AOAの発生はサブクール沸騰に伴うクラッド層の形成と、クラッド層へのほう素の取り込みが直接の原因と考えられるが、そのプロセスは不明な点が多く、統一的なモデルの構築には到っていない。今回、ほう素の取り込みプロセスを組み込んだ水化学評価手法を整備するとともにPWR炉心の熱流動解析を行い、AOA支配因子の影響を評価した。

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本研究は，数値解析によって沸騰時の伝熱特性やその詳細なメカニズムを解明するための沸騰・凝縮モデルの構築を行い，原子炉内で発生する沸騰二相流挙動の詳細な予測手法の開発を目的としている．既報において、サブクール・プール沸騰の伝熱面からの気泡離脱挙動の数値シミュレーションを行い、別途モデル検証用に実施した可視化実験結果と定性的な一致を確認した。本報では、伝熱面からの気泡離脱挙動に影響があるとされる伝熱面上の濡れ性について、気泡離脱に対する接触角の影響を数値シミュレーションによって検討した。

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「連成解析による気液二相流中構造物の振動・腐食評価手法の開発」は、平成17年のMETIの提案公募事業受託以来、6年にわたり研究開発を進め、計算科学と水化学の学際分野で、配管減肉の発生予測および減肉量評価に関する新たな評価技術を構築してきた。平成22年度で、NISAの高経年化対策強化基盤整備事業のフェーズ1が終了したので、６ステップのFACおよびLDI評価法の概要とその評価精度など、これまでの成果を総括すると共に、本分野の研究に関する新たな課題と研究および応用展開を紹介する。

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V&V法に基づき、流れ腐食型腐食（FAC）による減肉速度評価について、基本式の校正、コードの開発と妥当性確認、実験室系での測定値に基づく検証に引き続き、実機配管での減肉データに基づく精度検証を行ってきた。特に実機データでの検証は、評価手法の精度評価のみでなく適用範囲の評価のため、検証データの件数の増加が重要となる。今回はT字型接合部についての配管減肉の実測に基づいて、電気化学解析と酸化皮膜成長解析の結合モデルによる減肉速度評価手法の検証を行い、評価精度ファクター２を満たすことを確認した。

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液滴エロージョン(LDI)は、液滴の衝突速度により、機械的侵食を主とするLDI (erosion)と腐食減肉を主とするLDI (corrosion)に大別できる。本報告では、実機配管の局所減肉データに対し、６ステップのLDI評価手法に基づき、まず減肉モードを評価し、当該箇所での液滴の衝突速度から、減肉が主としてLDI (corrosion)に支配されていることを確認した後、減肉速度を評価した。配管内面での液膜流の詳細な流動評価に基づく、評価精度の向上は今後の課題であるが、現象が典型的なLDI (corrosion)による減肉を概ねファクター２の精度で評価できた。

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FACによる配管減肉解析では、流動、環境、材料の6つの主要因子のうち [Fe2+]の影響は、感度解析に留められていた。本報告では、配管内面に沿ってのFe2+および酸化物粒子の移行を解析し、減肉の結果として放出されたFe2+および酸化物粒子が、下流側で局所的に酸化皮膜として析出して、減肉速度およぼす影響を定量化した。この結果、オリフィス下流など、2次流の発生する部位では、質量移行係数のわずかな変化とFe2+移行の重畳効果により、激しい減肉箇所の近傍での酸化物析出による減肉抑制が発現することを確認した。

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Flow-accelerated corrosion (FAC) causes wall thinning of carbon steel pipes in nuclear power plants. As one of the controlling elements in the process of FAC, the turbulent mass transfer from wall to bulk flow demands to be understood. In order to estimate the FAC rate, the mass transfer coefficient is an indispensible parameter. In the present paper, with the aid of CFD, the authors investigate the mass transfer coefficient in the flow through an orifice. Instead of the low Reynolds number two-equation eddy-viscosity model used in our previous study, the high Reynolds number models with the aid of wall functions are used here to model the mass transfer.

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MOX燃料の焼結過程において，焼結中のO/M変化はペレットの均質性、密度及び結晶粒径と密接な関係がある。本研究では，焼結中のO/M変化を熱分析装置により測定し、酸素ポテンシャル，酸素相互拡散係数，MOX粉末の還元速度の実験データを基に，焼結中のO/M変化を評価した。

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Am含有酸化物燃料中の金属イオンの価電子状態を把握することは電子構造を評価する上で重要である。そこで、(U,Am)O_2-xの₃吸収端のXAFS測定結果からUと固溶したAmの価電子状態について議論する。

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本研究は、材料の衝撃に伴う高速変形の現象を定量的に測定するため、応力発光材と高速度カメラを用いた方法を考案し、実験的に検証したものである。実験はホプキンソン衝撃棒(SHPB)法により、試料表面に貼付けた応力発光材の発光強度の時間的な変化を測定し、歪み速度との関係式を調べた。

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乾式再処理で使用されるKCl-LiCl共晶塩中における使用済み核燃料成分の蒸発挙動を明らかにするため、ネオジムを代表元素としてその溶融塩からの蒸発挙動（蒸発種およびその蒸気圧）を調べた。その結果、単体の塩とは異なる複雑な蒸発挙動をとることが明らかとなった。

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アクチノイド酸化物は外部環境条件に応じて不定比性酸化物に変化することが知られている．不定比性酸化物では，定比性酸化物に比べて熱伝導率や融点などの熱力学的物性が変化するため，核燃料の不定比性を適切に評価する手法が必要不可欠である．本研究では，アクチノイド酸化物の模擬材料として酸化セリウム（CeO2）を用いて，複数の不定比試料に対してラマン分光測定およびDFT計算による格子振動数の評価を行った．その上で，酸素空孔の生成が格子振動挙動に与える影響を系統的に分析し，核燃料不定比性評価へのラマン分光法の適用可能性を考察した．

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ハフニウム水素化物はその組成によって様々な相変態をすることが見いだされてきたが、その詳細な構造変化についてはよく分かっていないことも多い。今回は水素及び重水素の放出挙動から相変態に関する知見を得るとともにその同位体効果について考察する。

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第一原理計算ソフトVASPを用いて、UO2の電子状態密度および空間電子分布をGGA+U法で計算し、反強磁性的磁気秩序を評価した。

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高速実験炉「常陽」において、600℃以上の高被覆管温度や高燃焼度における照射挙動の確認などを目的とした、国内初となる金属燃料の照射試験を計画している。海外照射実績や国内での燃料製造技術開発成果を基に、高速実験炉「常陽」での照射試験条件における燃料最高温度、被覆管応力、累積損傷和、被覆管歪量を評価し、照射中の健全性を確保できる金属燃料の設計評価手法を構築した。

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